- •Утверждаю
- •Характеристика района и площадки исследовательского реактора ир
- •Историческая справка
- •Головные организации при сооружении ир ирт-т
- •Характеристика площадки
- •География и демография
- •Метеорология
- •Инженерно-геологические и гидрологические условия площадки
- •Сейсмичность площадки реактора
- •Влияние на безопасность ир явлений природного и
- •Здания и сооружения, размещенные на территории площадки реактора
- •Радиационная нагрузка персонала и населения в окрестности в нормальных условиях
- •Общие положения и подходы к проектированию зданий, сооружений, систем и элементов ир
- •2.1. Основные принципы и критерии безопасности
- •2.2. Технические мероприятия по обеспечению безопасности
- •2.2.1. Перечень контролируемых параметров
- •2.2.2. Контроль качества при изготовлении и монтаже наиболее важных узлов и устройств реактора
- •2.2.3. Периодическая проверка работоспособности систем и устройств реактора
- •Описание конструкции и характеристик ир ирт-т, его систем и оборудования
- •3.1. Общее описание реактора
- •3.1.1. Тип и назначение реактора, его основные параметры
- •3.1.2. Здание и оборудование реактора
- •Экспликация помещений
- •3.1.3. Классификация систем и элементов реактора
- •3.1.4. Системы и элементы нормальной эксплуатации реактора ирт-т
- •Системы и элементы безопасности реактора
- •3.1.6. Перечень оборудования и трубопроводов реактора ирт-т с подразделением их на классы безопасности и группы согласно нп-033-01 и пн аэ г-7-008-89 (Правил аэу).
- •3.1.7. Номенклатура оборудования и трубопроводов реактора ирт-т, подлежащих регистрации в Госатомнадзоре рф
- •3.2. Системы нормальной эксплуатации, важные для безопасности
- •3.2.1. Активная зона и отражатель
- •3.2.1.1. Характеристики ядерного топлива
- •3.2.1.2. Нейтроно-физические характеристики реактора
- •3.2.1.3. Теплогидравлические характеристики реактора
- •Система охлаждения реактора
- •3.2.2.1. Первый контур
- •Второй контур
- •3.2.2.3. Система водоподготовки и снабжения реактора обессоленной водой
- •3.2.2.4. Система очистки воды первого контура
- •3.2.2.5. Система охлаждения биологической защиты
- •Система контроля и управления
- •3.2.3.1. Система контроля мощности
- •3.2.3.2. Система управления
- •3.2.3.3. Система контроля технологических параметров
- •3.2.3.4. Система радиационного дозиметрического контроля
- •3.2.4. Биологическая защита
- •3.2.5. Экспериментальное оборудование и устройства
- •3.2.6. Система перегрузки топлива
- •3.2.7. Система электроснабжения
- •3.2.9. Спецканализация и очистка сбросных вод
- •3.2.10. Водоснабжение реактора и экспериментальных устройств
- •3.2.11. Оборудование для хранения топлива
- •3.2.11.1.Хранилище свежего топлива
- •3.2.11.2. Хранилище отработанного топлива
- •3.2.12. Оборудование для хранения радиоактивных отходов.
- •3.3. Системы безопасности.
- •3.3.1. Защитные системы безопасности.
- •3.3.1.1. Аварийная защита реактора.
- •3.3.1.2. Система аварийного охлаждения реактора.
- •3.3.1.3. Система пожаротушения
- •3.3.2. Управляющие системы безопасности
- •3.3.2.1. Аппаратура каналов защиты по превышению уровня и скорости изменения плотности нейтронного потока (мощности) реактора.
- •3.3.2.3. Система логики суз (система блокировок)
- •3.3.3. Локализирующие системы безопасности
- •3.3.3.1. Система спецканализации описана в п. 3.2.9.
- •3.3.3.3. Система спецвентиляции.
- •3.3.4. Обеспечивающие системы.
- •3.3.4.1. Система аварийного электроснабжения.
- •3.3.4.2. Система аварийного водоснабжения.
- •4. Анализ безопасности реактора
- •4.1. Основные принципы и критерии безопасности ир.
- •4.2. Перечень исходных событий аварий.
- •4.3. Анализ отдельных исходных событий проектных аварий.
- •4.3.1. Анализ последствий аварийной ситуации, возникающей при остановке насосов первого контура.
- •4.3.2. Анализ последствий аварийной ситуации, вызванной самопроизвольным извлечением органов регулирования.
- •4.3.3. Анализ последствий аварийной ситуации, вызванной незапланированным вводом положительной реактивности при проведении перегрузочных работ.
- •4.3.4. Разрывы горизонтальных экспериментальных каналов (гэКов) реактора.
- •4.3.4.1. Разрыв радиального гэка диаметром 100 мм
- •4.3.4.2. Разгерметизация касательного канала гэк-4 диаметром 150 мм.
- •Разрывы трубопроводов первого контура системы теплоотвода от реактора
- •4.3.5.1. Разрыв всасывающего трубопровода после задерживающей емкости.
- •4.3.5.2. Разрыв всасывающего трубопровода после биологической защиты.
- •4.3.5.3. Разрыв напорного трубопровода в точке "в".
- •4.3.5.4. Разрыв трубопровода между одним из насосов и напорным коллектором.
- •4.3.6. Нарушение герметичности тепловыделяющего элемента.
- •4.3.7. Заклинивание рабочих органов суз.
- •Блокировка расхода теплоносителя через твс (проектная авария с максимальными радиационными последствиями).
- •Разгерметизация перегородки между верхней и нижней полостью бака.
- •Разгерметизация генератора активности радиационного контура.
- •Разгерметизация фланцевого соединения радиационного контура.
- •Разгерметизация фланцевого соединения гэк-1.
- •Падение груза на настил бассейна реактора.
- •Пожар в пультовой реактора, приводящий к обрывам и коротким замыканиям в цепях управления и защиты.
- •Разрушение опорной решетки активной зоны.
- •Отключение второго контура охлаждения.
- •Анализ отдельных исходных событий запроектных аварий.
- •4.4.1. Разрыв касательного гэка диаметром 150 мм.
- •4.4.1.1. Радиационные последствия разрыва касательного гэКа-1
- •4.4.2. Оценка возможности образования критических масс при запроектных авариях с расплавлением активной зоны ир.
- •4.4.3. Анализ безопасности ир при потере внешних и внутренних источников электроэнергии.
- •4.4.4. Анализ последствий аварийной ситуации, возникающей при остановке насосов первого контура с наложением полного отказа аварийной защиты.
- •4.4.5. Анализ последствий аварийной ситуации, вызванной самопроизвольным извлечением стержня автоматического регулирования при полном отказе аварийной защиты.
- •4.4.6. Анализ последствий запроектной аварии, вызванной незапланированным вводом положительной реактивности при проведении перегрузочных работ.
- •4.5. Анализ ответов суз на возможные неисправности.
- •4.5.1. Структура суз и характеристики используемых каналов даны в п. 3.2.3.
- •4.5.2. В данном разделе проведен анализ отказов в суз и их последствий по основным функциям системы, обеспечивающим безопасность реактора.
- •4.5.3. Анализ отказов в суз по функции аз.
- •4.5.4. Отказы в системе автоматического регулирования мощности.
- •4.5.5. Влияние отказов в источниках питания суз на их выходные параметры.
- •4.5.6. Влияние единичных отказов в логических и исполнительных цепях суз на ее работу.
- •4.5.7. Влияние отказов в длинных линиях по общей причине на ответы в аппаратуре суз.
- •Организация эксплуатации.
- •5.2. Ремонтные и перегрузочные работы.
- •5.2.1. Регламент проведения ремонтных работ.
- •5.2.3. Регламент проведения перегрузочных работ.
- •Загрузка новой активной зоны реактора.
- •5.3.1. Физический пуск реактора.
- •5.3.2. Энергетический пуск.
- •Эксплуатационные пределы и пределы безопасной эксплуатации.
- •Условия безопасной эксплуатации. Поддержание условий безопасной эксплуатации.
- •7.1. Планово-профилактические работы (ппр), контроль металла, технические освидетельствования оборудования и трубопроводов ир ирт-т.
- •7.2. Госповерка приборов суз и кип, испытания и проверка функционирования систем безопасности.
- •7.3. Внесение изменений в конструкцию систем и элементов. Изменение пределов и условий безопасной эксплуатации ир.
- •7.4. Проведение ядерно-опасных и исследовательских работ на ир ирт-т.
- •7.5. Перечень отступлений от нормативных документов:
- •7.5.1. Фильтры очистки воды первого контура.
- •Задерживающая емкость первого контура.
- •7.5. 3. Всасывающий трубопровод первого контура.
- •Трубопроводы второго контура, расположенные под землей.
- •Система аварийного расхолаживания.
- •Задерживающая емкость первого контура.
- •Корпуса гцн (х280/29т).
- •Оборудование и трубопроводы первого контура.
- •Арматура I контура.
- •Крепеж фланцевых соединений.
- •Предохранительные устройства.
- •Сварные соединения фланцев на трубопроводах.
- •Радиационная безопасность. Система радиационного контроля на ир.
- •9.Учет и контроль ядерных материалов (ям).
- •9.2. Описание системы учета и контроля ям.
- •9.3. Ответственность за учет и контроль ям, проведение физической инвентаризации.
- •10. Безопасность при обращении и транспортировании радиоактивных отходов.
- •11. Физическая защита. Меры по охране ир
- •11.1. Инженерно-технические средства физической защиты ир.
- •11.2. Организационные мероприятия по физической защите ир.
- •12. План аварийных мероприятий.
- •12.1. Основные понятия и определения аварийных состояний на реакторе.
- •12.2. Действия персонала при возникновении предаварийных ситуаций.
- •12.3. Действия персонала при незапланированном вводе положительной реактивности.
- •12.4. Действия персонала при повреждении оболочек твэлов в активной зоне реактора.
- •12.5. Действия персонала при разгерметизации горизонтального экспериментального канала.
- •12.6. Действия персонала при блокировке расхода теплоносителя через твс.
- •12.7. Действия персонала при разгерметизации трубопроводов или оборудования первого контура.
- •12.8. Действия персонала при отказах приборов и оборудования технологических систем реактора.
- •12.9. Действия персонала при выпадении облученных материалов или изделий из контейнера при его транспортировке внутри здания.
- •12.10. Действия персонала при исчезновении напряжения 380в (основного источника энергоснабжения).
- •12.11. Действия персонала реактора при возникновении пожара.
- •12.12. Действия персонала реактора при возникновении запроектной аварии.
- •12.13. Тренировки персонала реактора.
- •13. Обеспечение качества.
- •13.2. Ведение технологических процессов.
- •Ремонт оборудования и систем.
- •Метрологическое обеспечение эксплуатации и испытаний.
- •13.5. Периодические опробования и испытания систем и оборудования.
- •13.6. Получение, обращение и хранение материалов и оборудования.
- •13.7. Ведение эксплуатационной документации.
- •13.8. Организация сбора, обобщения данных о дефектах, отказах оборудования, нарушений в работе ир, передача информации проектным организациям, органам надзора.
- •Определение состояния эксплуатируемого оборудования и систем, замена оборудования (эксплуатационный контроль металла, контроль технологических параметров).
- •13.10. Работа с персоналом ир (подготовка персонала, аттестация, повышение квалификации).
- •13.11. Авторский надзор за эксплуатацией.
- •13.12. Выполнение мероприятий по повышению надежности и безопасности ир.
- •13.13. Замена приборов, средств информационно-вычислительной техники, модернизация ир.
- •13.14. Выполнение мероприятий по гражданской обороне.
- •13.15. Проведение ревизий, пересмотр программы.
- •14. Вывод ир из эксплуатации.
- •14.1. Предельные сроки работы основного оборудования.
- •15. Перечень нормативной документации, требования которой распространены на ир.
Пожар в пультовой реактора, приводящий к обрывам и коротким замыканиям в цепях управления и защиты.
4.3.14.1. В случае возникновения пожара в пультовой ИР и невозможности войти в это помещение, реактор приводится в подкритическое состояние кнопками АЗ, расположенными:
на верхней площадке ИР;
в коридоре второго этажа ИР перед входом в ЩСУ;
на резервном щите управления ИР, находящимся в к.308 лабораторной пристройки (находится в стадии монтажа).
На резервном щите управления ИР будут установлены следующие приборы:
кнопка аварийной остановки ИР (КАЗ);
сигнализация нижнего положения РО СУЗ;
два прибора контроля уровня мощности;
прибор контроля гамма фона над бассейном ИР.
Комната 308 имеет аварийное освещение от аккумуляторов = 220В. Также от аккумуляторов запитана сигнализация нижнего положения РО СУЗ и приборов контроля уровня мощности.
В данном разделе рассматриваются аварийные ситуации, связанные с возникновением пожара:
на центральном пульте управления ИР;
в кабельном канале, соединяющем пультовую с площадкой СУЗ;
в кабельной шахте, соединяющей пультовую с источниками питания (ЩСУ) и технологическими помещениями, в которых установлены приборы КИП.
В канале в пультовой проложены кабели, идущие:
к приводам стержней АЗ, КС, АР;
к приборам контроля цепной реакции (сигнальные и питающие кабели, соединяющие ионизационные камеры с приборами УТ-20, УЗС-21).
При пожаре в этом канале возможны короткие замыкания (К.3.) и обрывы цепей управления и защиты. Переход напряжения с одних цепей на другие исключается, поскольку каждая жила в кабелях заключена в экранирующую заземленную оплетку.
4.3.14.2. При К.3 или обрыве цепей управления приводов стержней АЗ муфты сцепления обесточиваются, и стержни АЗ погружаются в активную зону.
В случае заклинивания одного из стержней АЗ, цепная реакция гасится вторым стержнем АЗ. Как только стержень АЗ сойдет с верхнего концевика, снимается разрешающий сигнал "ГАЗ" (готовность аварийной защиты), запрещающий движение стержней КС и АР вверх. Приходит предупредительный сигнал (звуковой, световой), "неисправность цепей АЗ". Оператор погружает стержни КС и АР кнопкой КАЗ, расположенной вне пультовой. При обрыве или К.3 цепей управления приводами стержней КС, АР движение стержней прекращается. Стержни КС, АР, у которых привода обесточатся в результате К.3 или обрыва цепей, должны быть погружены в зону вручную. Для этого оператор должен отцепить тросики от барабанов приводов и погрузить стержни в зону. Как видно из анализа, при пожаре в кабельном канале, приводящим к обрывам или К.3 цепей управления приводов стержней СУЗ, цепная реакция гасится стержнями АЗ вследствие обесточивания муфт сцепления.
4.3.14.3. Рассмотрим реакцию канала защиты по уровню мощности на обрыв или К.3 кабелей, соединяющих приборы УТ-20 с ионизационными камерами. При К.3 цепей питания ионизационных камер - 500В, + 500В каналы защиты по уровню мощности выдают сигнал неисправности канала. При наличии сигналов неисправности от двух каналов реактор останавливается по сигналу АЗ.
При обрыве цепей питания ионизационной камеры - 500В приходит аварийный сигнал N>Nуст. АЗ по 1УТ. При наличии двух сигналов реактор остановится по сигналу АЗ.
Если произойдет обрыв "сигнального" кабеля или жилы + 500В, показания выносного индикатора станут равными нулю.
Прибор УТ-20 переключится на первый диапазон. Таким образом, при пожаре наиболее опасным является обрыв "сигнального" кабеля или жил + 500В канала защиты. Если произойдет обрыв этих цепей у всех трех каналов, то выйдет из работы система защиты по уровню мощности.
Таким образом, аварийная ситуация, связанная с пожаром, приводящим к обрыву или К.3 цепей каналов защиты по уровню мощности не приводит к потере контроля изменения мощности реактора.
4.3.14.4. Рассмотрим реакцию канала контроля и защиты по скорости нарастания мощности (УЗС-21) на К.3 и обрывы цепей.
При К.3 жил - 500В, + 500В канал выдает сигнал неисправности. При неисправности двух каналов реактор останавливается по сигналу АЗ. При обрыве цепи - 500В или « сигнального» кабеля приходит сигнал Т <10с от УЗС, При поступлении сигналов Т< 10с от двух каналов реактор останавливается от сигнала АЗ.
При обрыве жил кабеля + 500В или "общего" показания выносного прибора "ТОК УЗС" будут равны нулю, а индикатор "Период УЗС" зашкалит. Эта ситуация не приводит к потере контроля за уровнем мощности реактора.
4.3.14.5. Рассмотрим реакцию канала авторегулирования мощностью реактора
на обрывы и К.3 цепей.
При К.3 цепей канала БАР произойдет отключение БАР, приходит сигнал "неисправность канала авторегулирования". При обрыве "сигнального" кабеля или + 500В стержень АР пойдет вверх. Мощность реактора будет увеличиваться с периодом 30 с.
Увеличение мощности на 20% приведет к остановке реактора по сигналу N>Nуст. АЗ.
4.3.14.6. Рассмотрим случай наложения неисправностей, возникающих при пожаре в кабельном канале.
Наиболее опасная ситуация может возникнуть, если при пожаре кабели цепей управления приводами останутся целыми, а произойдет обрыв жил + 500В или "сигнальных" кабелей у всех трех каналов защиты по уровню мощности. Система защиты по уровню мощности реактора будет выведена из работы. Дальнейшее развитие аварийной ситуации в наихудшем направлении следует рассматривать только при условии, что цепи питания этих же ионизационных камер напряжением - 500В не оборвутся и не закоротятся, иначе приходит сигнал АЗ по неисправности каналов защиты или N>Nуст. АЗ, приводящий к погружению стержней АЗ и КС в активную зону. Если эта аварийная ситуация совпадает с обрывом "сигнального" кабеля или жилы + 500В от ионизационной камеры блока автоматического регулирования (БАР), то система логики дает команду на подъем мощности реактора с периодом 30 с. В данном случае реактор остановится от сигнала АЗ "увеличение перепада температур на активной зоне" ( tАЗ) на 20% или превышение температуры воды на входе в активную зону на 20% .
Рассмотренная аварийная ситуация может протекать по описанному выше пути только в случае отсутствия К.3 в цепях защиты по уровню мощности и периоду нарастания мощности реактора.
Такая ситуация невозможна, поскольку при пожаре в первую очередь происходит К.3 жил с экранирующей заземленной оплеткой, затем возможен разрыв этих жил в результате обгорания или электрической дуги. Как видно из анализов, К.3 цепей защиты приводит во всех случаях к остановке реактора, а последующий разрыв этих цепей не приводит к формированию сигнала на подъем стержней АЗ или движению вверх стержней КС, АР.
Вторым моментом, исключающим рассмотренную аварийную ситуацию, является невозможность обрыва нескольких кабелей с напряжением + 500В (или "сигнальных ") во всех каналах защиты по уровню мощности реактора без обрывов рядом проложенных в одном пучке кабелей с напряжением - 500В, приводящих к остановке реактора.
4.3.14.7. Рассмотрим реакцию аппаратуры СУЗ на неисправности в кабельной шахте, соединяющую пультовую с помещениями, в которых находятся приборы КИП.
Так как все сигналы, заведенные в аварийную защиту, токовые, а источник тока находится в приборах, установленных в технологических помещениях (в пультовой установлены только приборы контроля), то любые нарушения в кабельной шахте (замыкания в результате пожара, обрыв, пропажа контакта в разъеме) приводят к срабатыванию аварийной защиты по любому сигналу, заведенному в АЗ. Это следующие сигналы: "Перепад давления на активной зоне", "Уровень воды в баке реактора";
"Расход первого контура", "Расход второго контура", "Расход НАО";
"Давление первого контура", "Давление второго контура",
"Давление НАО".
Влияние электрических помех, посадка на другие источники тока исключена, так как сигнальные провода экранированы.
В пультовую по кабельной шахте из ЩСУ проходят кабели силовые (380В, = 110 от аккум., = 110 от выпр., + 48 от выпр.).
При пожаре произойдет "сварка" силового кабеля, она вызовет короткое замыкание и последующее отключение источника напряжения по перегрузке. Исчезновение любого напряжения в пультовой приводит к срабатыванию аварийной защиты.